快堆芯部破坏性解体事故分析

在分析物理图象的基础上处理了包含多卜勒反馈和解体反馈的事故计算。给出了一套较为简单的计算公式、曲线和列表数据,使得不必用电子计算机就可较快地算出事故释放的总能量、压力峰值和可转化为破坏能力的机械功上限的估计数据。     

CFR600假想堆芯解体事故钠泄漏量评估与计算

假想堆芯解体事故是一种概率极低,但理论上最为危险的快堆事故之一。在该事故过程中,堆芯解体会导致主容器中的钠冷却剂通过反应堆各组件的空隙中泄漏至安全壳。本文对示范快堆进行了泄漏途径分析,构建并完善主要流道通的模型,通过FLUENT进行了网格无关性检验与时间步长无关性检验,论证了数值计算的可靠性,并采用了一种较为精确的计算方案。计算得到单相流体条件下在1s内钠的总泄漏量为601.4kg,该结果是一个较为保守的结论。     

快堆系统分析程序FASYS堆芯分析模块验证

中国原子能科学研究院自主开发了快堆系统分析程序FASYS,已用于中国实验快堆的调试试验分析,目前正用于中国示范快堆的事故分析。FASYS程序包含堆芯分析模块、一二回路模块、事故余热排出系统模块等,其中堆芯分析模块包括点堆、衰变热、反应性反馈、堆芯通道热工水力模型等。本文采用解析解、DINROS程序、SAS4A/SASSYS-1程序验证FASYS程序的点堆模型;采用SAS4A/SASSYS-1程序验证FASYS程序的衰变热、反应性反馈和堆芯通道热工水力模型,各模型的验证结果均符合良好。对FASYS程序堆芯分析模块各模型的计算偏差和整体计算偏差进行评估,为中国示范快堆的事故分析提供参考。     

快堆系统分析程序FASYS堆芯分析模块验证

中国原子能科学研究院自主开发了快堆系统分析程序FASYS,已用于中国实验快堆的调试试验分析,目前正用于中国示范快堆的事故分析。FASYS程序包含堆芯分析模块、一二回路模块、事故余热排出系统模块等,其中堆芯分析模块包括点堆、衰变热、反应性反馈、堆芯通道热工水力模型等。本文采用解析解、DINROS程序、SAS4A/SASSYS-1程序验证FASYS程序的点堆模型;采用SAS4A/SASSYS-1程序验证FASYS程序的衰变热、反应性反馈和堆芯通道热工水力模型,各模型的验证结果均符合良好。对FASYS程序堆芯分析模块各模型的计算偏差和整体计算偏差进行评估,为中国示范快堆的事故分析提供参考。     

CFBR-II堆最大假想事故的环境影响分析

根据国外快中子增殖反应堆型最大假想事故的确定原则,计算分析了中国快中子增殖反应堆(CFBR-II堆)的最大假想事故的规模及源项。根据对释放模式、大气扩散模式和个人有效剂量来源的分析,在保守假设的情况下,计算得到距堆厅典型位置的公众和工作人员的个人有效剂量。与国家标准进行比较,发生最大假想事故时,对公众和工作人员不需要采取服碘、隐蔽和撤离等应急措施,事故应急处于应急待命水平。     

美国新设计的快堆燃料堆芯

【美国《原子能消息周刊》1982年3月29日第42页报道】美国能源部宣布,为美国克林奇河增殖堆新设计的燃料堆芯已成功地进行了工程模型试验。能源部在3月24日的通告中说,这项工程模型试验有助于促进美国增殖反应堆计划的技术发展。能源部报道,这次试验是在国家爱达荷     

CFBR-Ⅱ堆最大假想事故的环境影响分析

根据国外快中子增殖反应堆型最大假想事故的确定原则,计算分析了中国快中子增殖反应堆(CFBR-Ⅱ堆)的最大假想事故的规模及源项.根据对释放模式、大气扩散模式和个人有效剂量来源的分析,在保守假设的情况下,计算得到距堆厅典型位置的公众和工作人员的个人有效剂量.与国家标准进行比较,发生最大假想事故时,对公众和工作人员不需要采取服碘、隐蔽和撤离等应急措施,事故应急处于应急待命水平.     

DINROS程序在中国实验快堆事故分析中的应用

DINROS是应用于多环路、多回路快中子反应堆装置瞬态工况分析计算的系统程序,也可以用于快中子反应堆动态特性及安全性能的研究.给出了DINROS程序在中国实验快堆事故分析中的应用.     

加强快堆技术研发,推进快堆产业化进程

根据江泽民同志在《对中国能源问题的思考》一文中阐述的我国能源发展的战略思路,指出我国快堆技术必须及时开展研发并统筹规划、快堆技术研发应充分利用国际科技资源,提出我国应该加强快堆技术研发、推进快堆产业化进程的观点。     

示范快堆电站堆芯物理初步计算分析

本文提出了中国快中子示范快堆电站（电功率为820MW）堆芯的物理方案。该方案采用钠作为冷却剂的快中子反应堆满足第4代核能系统的要求，具有更好的安全性和更高的经济性。具有以下特点。     

快堆基准检验程序系统FRBT

一、引言核数据的基准检验是核数据评价工作的重要环节之一。基准检验结果是评价核数据的识分依据,是核数据不断更新的重要基础,也是核装置设计的重要依据。美国ENDF/B库各版的基准检验都以快堆基准为主要依据。这不仅因为快堆是核动力堆的发展方向,而且不同能谱的多个快堆几乎复盖了核截面的整个能区,最有利于     

CFR600堆芯热工水力设计程序初步研发

针对快堆结构,自主开发了适用于CFR600快堆热工水力设计及优化的程序,并进行了相关测试验证。结果表明,该程序具备快堆全堆图形建模、精细化子通道自动划分、考虑组件间换热的热工水力分析以及流量自动分区优化等功能,可为后续自主知识产权的商业快堆技术研发提供支持。     

中国实验快堆全堆芯流量分配计算与试验

针对中国实验快堆(CEFR)堆芯和一回路的设计特点,开发水力特性计算程序DAEMON,完成不同工况下的全堆芯流量分配计算,给出流量分配不均匀性等参数。在反应堆调试阶段,进行全堆芯流量分配试验。结果表明,程序计算值与试验值符合较好。在此基础上,验证了CEFR堆芯的流体力学设计,并为反应堆调试和运行提供了基础数据。     

基于MCNP-ORIGEN2耦合程序的小型行波堆堆芯概念设计

研究设计了基于中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)的小型"行波"概念堆。采用中子输运程序MCNP和点燃耗程序ORIGEN2的耦合程序进行堆芯设计,重点研究了不同点火组件的富集度和不同布料方案对小型堆的物理参数的影响,设计堆芯寿期为30 a,并给出相应的倒料方案。不同点火组件富集度对比结果表明,小堆需要选取合适的富集度,富集度太低无法维持临界,而太高会影响堆芯增殖效应;而低泄漏和棋盘式布料两种方式对比结果表明,后者的增殖组件增殖效应明显高于前者。最终确定倒料周期为8 a,倒料三次,堆芯实现较长寿期,且整个寿期内反应性变化小,各组件燃耗深度相对均匀,组件平均卸料燃耗深度约为238 MWD/kg HM。     

法日机构签署快堆研发协议

正【法国法马通公司网站2019年12月4日报道】2019年12月3日,法马通公司(Framatome)、法国原子能与替代能源委员会(CEA)、日本原子能研究开发机构(JAEA)、三菱重工(MHI)和三菱快堆系统公司(MFBR)签署合作协议,未来将共同开展快堆研发。根据协议,未来各方将在一系列高风险领域开展合作,包括严重事故、热工水力和燃料行为、材料性能及其耐久性以及液态钠下的检测及相关仪表。     

船用堆控制棒失控抽出事故时堆芯安全特性研究

采用船用堆三维动态安全分析仿真软件对发生控制棒失控抽出事故时堆芯安全特性进行了仿真分析,研究了反应堆分别处于高、低功率运行工况下1组或1束控制棒以不同的速率失控抽出时堆芯燃料芯块中心最高温度、最小烧毁比和冷却剂出口温度等参数的变化规律,并进行了比较,得出了一些有益的结论,对于考察反应堆安全状况和事故发生后反应堆操纵人员制定安全措施具有重要的指导意义。     

泳池式低温供热堆选址假想事故及其源项研究

<正>泳池式低温供热堆(简称供热堆)是针对北方城市供暖需求开发的一种安全经济、绿色环保的新型供热系统。现在计划建造供热堆示范工程,需确定选址假想事故及其源项。供热堆堆芯位于水池底部,始终处于淹没状态;在任何事故下,依赖反应堆固有负反馈特性可实现自动停堆;停堆后不采取任何余热冷却手段,堆水池内的水可确保堆芯长时间不裸露。针对供热堆的设计特点,从超设计基准事故分析和概率     

俄宣布研发新型快堆燃料材料

正【英国《国际核工程》网站2019年3月14日报道】俄罗斯国立科技大学(NITU MISIS)2019年3月5日宣布,其材料专家研制出一种独特的三层钢-钒-钢材料。这种材料能够持久承受700℃高温,并对高辐照水平、机械应力和腐蚀性具有耐受性。这种材料可用于制造快堆燃料组件。在新一代钠冷快堆中,液态钠冷却剂会撞击组件外表面,因此组件需要耐受550～700℃的高温。为了实现快堆的闭式燃料循环,需要